Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива легководных реакторов

Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива легководных реакторов

Реферат

 

Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано при хранении в бассейнах выдержки отработавшего ядерного топлива. Целью изобретения является уменьшение экологической опасности при хранении топлива за счет снижения концентрации радионуклидов в воде бассейна выдержки. Способ заключается в том, что в период очистки отработавшего топлива повышают температуру воды в бассейне до 40-50°С. Вследствие этого увеличивается растворимость продуктов коррозии, носителей радионуклидов и , соответственно, эффективность их выведения на системе очистки. После очистки температуру снижают до исходной со скорастью ее повышения, равной 0,08-0,20°С/час. 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной технологии и может быть использовано при хранении в бассейнах выдержки отработавшего ядерного топлива АЭС. Целью изобретения является уменьшение экологической опасности при хранении топлива за счет снижения концентрации радионуклидов в воде бассейна выдержки. Способ заключается в том, что периодически по мере увеличения концентрации радионуклидов в воде бассейна хранения существенно больше ДК₆, температуру воды бассейна повышают до 40-50^oC при работающей системе очистки. При этом увеличивается растворимость продуктов коррозии, носителей радионуклидов и, соответственно, эффективность их выведения на системе очистки. Увеличение температуры выше указанных пределов нецелесообразно, так как при более высокой температуре можно ожидать ряд отрицательных эффектов: бассейн начнет "парить", что приведет к резкому ухудшению радиационной обстановки и влажности в обслуживаемых помещениях; температурный предел работы ионно-обменных смол 60^oC; увеличение температуры бассейна до 60-70^oC приведет к необходимости охлаждать ее перед системой очистки; при температуре выше 50-60^oC начинается снижение растворимости окислов железа. Повышенную температуру 40-50^oC поддерживают в течение всего периода очистки, после чего ее снижают до исходной. П р и м е р. Эксперименты проведены при хранении отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в бассейне объемом 1600 м³. Измерения проводились в двух режимах (см. таблицу). Прототип работа при существующем способе хранения ОЯТ с подключением системы охлаждения и очистки воды, производительностью 50 м³/ч в течение 7 дней. Предлагаемый способ работа при существующем способе хранения ОЯТ без подключения системы охлаждения, а при работающей системе очистки воды, производительностью 50 м³/ч в течение 4-5 дней и далее производится охлаждение воды бассейна.

Формула изобретения

СПОСОБ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ, заключающийся в установке в водные бассейны отработавшего топлива с периодическим охлаждением и очисткой воды, отличающийся тем, что, с целью уменьшения экологической опасности за счет снижения концентрации радионуклидов в воде бассейна, в период очистки повышают температуру воды до 40 50^oС со скоростью 0,08 0,20^oС/ч, поддерживают указанную температуру во время очистки, а затем снижают до исходной.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2